доза

ДОЗА излучения - энергия ионизирующего излучения, поглощённая облучаемым веществом и рассчитанная на единицу массы (поглощённая доза). Д. является мерой радиац. воздействия. Поглощённая энергия расходуется на нагрев вещества и на его физ. и хим. превращения. Величина Д. зависит от вида излучения, его интенсивности, энергии его частиц, времени облучения, а также от состава облучаемого вещества. В процессе облучения Д. со временем накапливается. Приращение Д. в единицу времени наз. мощностью Д. Мощность Д. может быть непостоянна во времени. Доза D за время облучения t связана с Р(t) - мгновенным значением мощности Д.- соотношением:

Поглощённая Д. в общем случае неравномерно распределена в веществе. Поглощённую энергию DE в нек-ром объёме, содержащем вещество массой Dm, можно представить в виде: где E_вх - энергия всех частиц, входящих в данный объём, E_вых - энергия всех частиц, выходящих из него, E₀ - энергия всех частиц, испускаемых источником, находящимся внутри данного объёма (напр., радионуклидами). Разность между E_вх и E_вых равна притоку энергии в данный объём:

где I - вектор потока энергии через единицу площади поверхности, охватывающей данный объём, за время формирования Д., IdS - результирующий "вынос" энергии через элементарную площадку dS. Поглощённая Д. в точке внутри данного объёма:

Здесь r - плотность вещества,

Если формирование Д. происходит за счёт электронов, возникающих в результате взаимодействия фотонов с веществом, а др. источников электронов нет, то К в (1) - начальная энергия всех электронов, освобожденных фотонами, рассчитанная на единицу массы вещества (керма I-),вектор потока энергии; D=K при divI=0. Условие divI=0 соответствует т. н. электронному равновесию, при к-ром энергия всех электронов, вошедших в рассматриваемый объём, равна энергии всех электронов, вышедших из него, а поглощённая энергия излучения в этом объёме равна суммарной кинетич. энергии электронов, освобождённых в его пределах фотонами (справедливо, если пренебречь потерями энергии электронов на тормозное изл учение). Формирование дозы определяется физ. процессами, связанными с взаимодействием излучения с веществом.

Схема преобразования энергии фотонов (волнистые линии) в энергию электронов (прямые линии). Для эл--магн. (фотонного) излучения Д. зависит от ат. номера Z элементов, составляющих вещества: чем выше Z, тем больше поглощённая Д. В результате при одинаковых условиях облучения Д. в тяжёлых веществах больше, чем в лёгких. Связано это с тем, что фотоны взаимодействуют с электронной оболочкой атомов. Чем выше Z, тем больше электронов в единице массы вещества и, следовательно, больше возникает актов передачи и поглощения энергии. Для двух веществ, различающихся по Z, Д. фотонного излучения D₁ и D₂ связаны между собой соотношением:

Здесь m_k1 и m_k2 наз. коэф. передачи энергии, являются частью коэф. ослабления интенсивности излучения, характеризующей преобразование эл--магн. энергии в кинетич. энергию электронов в элементарных актах взаимодействия (см. Гамма-излучение, Рентгеновское излучение). Нейтроны взаимодействуют с ядрами атомов. Для них поглощённая Д. определяется ядерным составом вещества, и характер взаимодействия с ядрами существенно зависит от энергии нейтронов. Для живой ткани поглощённая Д. формируется преим. в результате взаимодействия нейтронов с ядрами С, Н, О и N; ф-ла условной тканевой "молекулы" для мягких тканей живого организма имеет вид (C₅H₄₀O₁₈N)_x. Для тепловых нейтронов наиб, значение при формировании тканевой Д. имеют 2 ядерные реакции - радиационный захват нейтронов ядрами водорода ¹H (n, g)²H и реакция ¹⁴N (n, p)¹⁴C. Возникающие при радиац. захвате фотоны с энергией 2,23 МэВ дают существ, вклад в Д. В реакции на N возникают протоны с энергией 0,62 МэВ и образуется радиоакт. ¹⁴С (вклад в Д. к-рого незначителен). Нейтроны с энергией ~1 кэВ замедляются в теле человека до тепловых энергий. Д., обусловленная передачей энергии в упругих взаимодействиях при замедлении нейтронов, примерно на порядок меньше, чем Д., обусловленная вторичным излучением, возникающим при захвате тепловых нейтронов. Осн. процесс, определяющий Д. быстрых нейтронов (0,5-10 МэВ) в живой ткани,- упругое рассеяние; при этом на долю протонов отдачи приходится 70-80% всей поглощённой энергии. Часть быстрых нейтронов в живом организме замедляется до тепловых скоростей, поэтому суммарная Д. обусловлена как упругими взаимодействиями нейтронов с ядрами, так и Д. от тепловых нейтронов. Относит. вклад тепловых нейтронов в суммарную Д. невелик ц уменьшается с ростом энергии первичных быстрых нейтронов. Так, для нейтронов с энергией 1 МэВ часть общей Д. в живом организме, связанная с тепловыми нейтронами, ~11%. Для нейтронов промежуточных энергий (1-500 кэВ) Д. в живой ткани формируется как в результате упругого рассеяния, так и в результате ядерных реакций. Характерная особенность нейтронов промежуточных энергий - наличие резонансных пиков сечения взаимодействия нейтронов с ядрами нек-рых элементов ткани (см. Нейтронная спектроскопия, Нейтронная физика). В случае потока заряж. частиц (электронов, a-частиц и др.) Д. зависит от их т. н. линейной передачи энергии (ЛПЭ), к-рая равна энергии заряж. частицы, переданной веществу на ед. длины её пути. Для моноэнергетич. потока заряж. частиц, ЛПЭ к-рых равна L, Д. за время t связана с плотностью потока частиц j соотношением: D = Ljt. Поглощённая Д. измеряется в системе СИ в греях (Гр), 1 Гр равен энергии в 1 Дж, поглощённой массой в 1 кг. На практике распространена внесистемная единица Д. - рад ,1 рад=10^-2 Дж/кг=10^-2 Гр. Экспозиционная доза - мера ионизац. действия эл--магн. излучения в воздухе. Она определяется как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака SQ, созданных в воздухе вторичными частицами (электронами и позитронами, образующимися в элементарном объёме при полном их торможении), к массе Dm воздуха в атом объёме: Экспозиц. Д. пропорц. керме (сумме нач. кинетич. энергии всех вторичных заряж. яастиц на единицу массы воздуха). Экспозиц. Д. в СИ измеряется в Кл/кг, D_э=1 Кл/кг соответствует тому, что электроны и позитроны, освобождённые в 1 кг атм. воздуха в первичных актах поглощения и рассеяния фотонов, образуют при полном торможении в воздухе ионы с SQ=1 Кл. В условиях электронного равновесия при D_э=1 Кл/кг ионы с SQ = 1 Кл образуются в 1 кг воздуха. На этом основано измерение экспозиц. Д. Распространённой внесистемной единицей экспозиц. Д. является рентген (Р); 1 Р=2,58^.10^-4 Кл/кг. Это соответствует образованию 2,08^.10⁹ пар ионов в 1 см³ воздуха (при 0 °С и 760 мм рт. ст.). На создание такого кол-ва ионов необходимо затратить энергию 0,114 эрг/см³=88 эрг/г. Т. о., 88 эрг/г - энергетич. эквивалент 1 Р. Зная атомный состав вещества, ср. анергию ионизации и энергетич. спектр излучения, по величине экспозиц. Д. можно рассчитать поглощённую Д. рентг. и g-излучений в любом веществе. Относительная биологическая эффективность. Поглощение энергии излучения является первопричиной последующих процессов, к-рые в конечном итоге приводят к наблюдаемым физ--хим. изменениям вещества. При облучении живых организмов, в частности человека, могут возникать биол. неблагоприятные последствия, к-рые определяют т. н. уровень радиационной опасности. Для данного вида излучения радиац. индуцированные эффекты во мн. случаях оказываются пропорц. поглощённой энергии излучения. Это позволяет считать поглощённую Д. их мерой. Однако при одной и той же поглощённой Д. в тканях живого организма биол. эффект оказывается различным для разных вядов излучения. Напр., нек-рые виды биол. реакций для быстрых нейтронов проявляются в 10 раз сильнее, чем для рентг. излучения. Т. о., знание поглощённой Д. недостаточно для оценки радиац--индуцированного эффекта. Биол. эффекты, индуцируемые любым видом ионизирующего излучения, принято сравнивать с биол. эффектами, возникающими в поле рентг. излучения с граничной энергией фотонов E=250 кэВ, принимаемого за образцовое. Это сравнение определяет понятие относительной биол. эффективности:

где D_x - Д. данного вида излучения, D₀ - Д. образцового излучения, при к-ром наблюдаемый биол. эффект такой же. Для оценки степени радиац. опасности при хронич. облучении вместо ОБЭ используют т. и. коэф. качества излучения k. Он показывает, во сколько раз радиац. опасность в случае хронич. облучения человека (при сравнительно малых Д.) для данного вида излучения выше, чем в случае образцового излучения при одинаковой поглощённой Д. Коэф. качества является регламентированной величиной ОБЭ, устанавливаемой на основании медико-биол. данных. Для эл--магн. излучения k=1, для тепловых нейтронов k=3, для нейтронов с энергией E=0,5 МэВ k=10, a для E= 5 МэВ k=7. На основании зависимости ОБЭ от ЛПЭ устанавливаются значения k для разл. диапазонов ЛПЭ (табл. 1).
Табл. 1.-Значения k, рекомендованные Национальной комиссией по радиационной защите в зависимости от L

Для интерполяции значений k можно пользоваться ф-лой: k=0,8+0,16 L.
Эквивалентная доза. Мерой ожидаемой радиац. опасности при облучении живых организмов служит эквивалентная Д.: H = kD. Единицей эквивалентной Д. в СИ наз. зиверт (Зв), 1 Зв = 1 Дж/кг. В практике распространена внесистемная единица - бэр, 1 бэр=10^-2 Зв. Естеств. фон ионизирующего излучения (космич. лучи, радиоактивность почвы, воды, воздуха и т. д.) создаёт в среднем мощность эквивалентной Д. 0,125 сЗв в год. Эквивалентная Д. H>4 Зв, полученная в короткое время при тотальном облучении тела, может привести к смертельному исходу (если не принимать спец. медицинских мер). Однако такая же эквивалентная Д., полученная человеком равномерно в течение всей его жизни, не приводит к видимым изменениям в состоянии здоровья. Мощность эквивалентной Д. 5 сЗв в год считается допустимой при профессиональном облучении в течение 50 лет без опасности как для здоровья самого человека, так и для последующих поколений. Эквивалентные Д., применяемые в терапевтич. целях при местном облучении отд. органов или тканей, могут составлять десятки Зв. При облучении организма отд. органы и ткани вносят разл. вклад в ожидаемый биол. эффект на уровне всего организма; для одной и той же ср. поглощённой Д. в поле одного и того же излучения радиобиол. эффект оказывается зависящим от распределения Д. по органам и тканям. В этом случае мерой неблагоприятных последствий облучения может служить эфф. эквивалентная Д.: где H_i - эквивалентная Д. в i-м органе или ткани; W_i - коэф., определяющий вклад данного органа или ткани в неблагоприятные последствия для организма при его равномерном облучении: SW_i=1 (табл. 2).
Табл. 2. -Значения W_i для различных органов и тканей, рекомендованные Международной комиссией по радиологической защите

Коллективные дозы. На практике возникает необходимость оценивать меру воздействия и меру ожидаемого эффекта при облучении больших групп людей на популяционном уровне. Для этих целей применяют коллективные (поглощённую и эквивалентную) Д. Коллективная Д. за интервал времени от t₁ до t₂:

где f(Р_t) - распределения облучаемых лиц по мощности Д. в момент времени t, n₀ - полное число облучаемых людей. Т. к. f(Р_t) зависит от времени, то коллективная Д. учитывает как общее число облучённых лиц, так и динамику индивидуальных Д. Ф-ла (2) определяет либо коллективную поглощённую, либо коллективную эквивалентную Д. в зависимости от того, какой смысл придаётся Р_t. Разновидностью коллективной Д. является т. н. ожидаемая (парциальная) Д. D^k_s, к-рую можно ожидать за бесконечно большое время в результате к--л. конкретного события (напр., ядерной аварии). При наличии неск. событий полная ожидаемая Д. равна сумме парциальных. Ожидаемая Д.:

где Р^k_S(t) - парциальная коллективная мощность Д. в момент t. Коллективная Д. выражается в человеко-Гр, коллективная эквивалентная Д.- в человеко-Зв. Профессиональная доза - эквивалентная Д., сформированная в конкретном органе или живой ткани в течение 50 лет с момента однократного поступления внутрь организма радиоакт. вещества (50 лет соответствуют продолжительности трудовой деятельности):

Здесь Р_э- мощность эквивалентной Д. в момент времени поступления радиоактивности в организм. Изменение Р_э(t)во времени должно учитывать как скорость распада радиоакт. вещества, так и скорость его биол. выведения из организма (измеряется в Зв). Лит.: Иванов В. И., Курс дозиметрии, 4 изд., М., 1988; Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и ОСП-72, 80, 2 изд., М., 1981; Иванов В. И., Машкович В. П., Центер Э. М., Международная система единиц (СИ) в атомной науке и технике, М., 1981; Радиационные величины и единицы. Доклад 33 МКРЕ, пер. с англ., под ред. И. Б. Кеирим-Маркуса, М., 1985. В. II. Иванов.

   <<      Предметный указатель      >>